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原子能科学技术
原子能科学技术

万钢

月刊

1000-6931

yzk@ciae.ac.cn

010-69358024

102413

北京市275-65信箱

原子能科学技术/Journal Atomic Energy Science and TechnologyCSCD北大核心CSTPCDEI
查看更多>>本刊由中国原子能科学研究院主办，1959年创刊，国内外公开发行，全国性学术与技术兼顾的原子能类核心期刊，先后被美国工程信息公司《EI Compendex》数据库、美国化学文摘《CA》、日本《科学技术文献速报》、《中国科学引文数据库》、《中国学术期刊（光盘版）》、《方正Apabi电子期刊》、《中国科技期刊数据库》、《CEPS中文电子期刊服务》等收录，并已入网“万方数据——数字化期刊群”。主要刊登核科学技术方面具有创造性的科技成果，旨在促进核科学与技术方面的交流、核技术与其它科学技术间的交叉渗透，推动核科技在国民经济方面的应用。
正式出版
收录年代

    钼锝靶件辐照装置堆外自然循环实验研究

    郝思佳张培升高永光刁均辉...
    103-111页
    查看更多>>摘要：钼锝同位素辐照装置的堆外热工水力研究,对于确定靶件的辐照参数和辐照安全具有重要意义,相关结果可为靶件的设计验证和入堆辐照提供技术支持.本文针对自主研发的钼得靶件辐照装置,设计了堆外传热实验台架,开展了钼锝靶件辐照装置堆外传热验证实验,对比分析了不同热流密度、不同模拟靶件外径、不同辐照装置结构等条件下实验段的温度分布.结果表明,辐照装置内导流管的设计可有效提高装置的自然循环能力,证明了所设计辐照装置的安全性.

    靶件辐照传热实验自然对流传热模拟

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    基于RESYS程序的TOPAZ-Ⅱ反应堆系统模拟

    吴宗芸祁琳吴明宇李杨柳...
    112-124页
    查看更多>>摘要：本文使用C++语言开发了面向先进核反应堆的通用反应堆系统分析程序RESYS,在该程序的基础上建立了热离子核反应堆电源TOPAZ-Ⅱ的模型,并对其启动瞬态和稳态工况进行了模拟.建立的TOPAZ-Ⅱ反应堆系统模型包括反应堆堆芯热工模型、热离子静态热电转换系统模型、热排放辐射散热器模型.铯热离子转换器电流密度使用Rasor模型,并使用6组缓发中子点堆动力学模型计算反应堆堆芯裂变功率随时间的变化,考虑各结构部件对反应性的影响.计算得到的稳态电功率输出与TITAM程序的计算结果较为一致,反应堆系统热电转换效率为5.04％.计算结果验证了所开发的RESYS程序以及建立的TOPAZ-Ⅱ系统模型的正确性.

    TOPAZ-Ⅱ反应堆反应堆系统分析RESYS程序热离子热电转换

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    基于聚类和随机搜索优化的核反应堆数字孪生参数反演模型

    龙家雨宋美琪柴翔刘晓晶...
    125-134页
    查看更多>>摘要：为了实现对核反应堆内置传感器的大量数据的高效存储、传输和分析,本文结合聚类算法与随机搜索优化的人工神经网络,对空间热离子反应堆的数字孪生系统搭建了一个参数反演模型,实现在热管失效工况下的堆芯温度数据的反演.使用20％热管失效工况下空间热离子反应堆堆芯4个区域的温度数据,通过K-means聚类与轮廓系数指标提取各区域的特征温度参数,通过随机配置优化的全连接人工神经网络(ANN)完成特征参数到其他参数的反演,并对反演效果进行验证.研究结果表明,运用该方法对燃料、发射极、接收极、冷却剂4个区域进行参数反演,温度反演值的相对误差均方根分别为0.55％、0.41％、0.19％、0.18％,其中用于反演的特征参数占总参数比例均不超过8％.因此本研究建立的参数反演模型能够获取特征参数的物理含义,并对空间热离子反应堆堆芯温度参数进行较高精度的反演.

    数字孪生空间热离子反应堆K-means聚类人工神经网络参数反演

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    异构并行的高阶散射特征线方法及其在临界实验装置模拟中的应用

    邹航陈莹张乾曹巍...
    135-143页
    查看更多>>摘要：在临界实验装置的物理计算中,由于较厚水反射层的存在,中子各向异性散射会对计算结果有重要影响.基于P1各向异性散射特征线方法(MOC),开发了能够处理各向异性散射的特征线输运计算程序,并实现了高阶散射特征线输运计算的高性能异构并行.为确认程序对临界实验装置的物理计算精度,本文选取LCT011临界实验基准进行堆芯物理计算,并与蒙特卡罗程序进行对比验证.各向异性源使得计算量与内存消耗均有显著增加,给异构系统带来较大的显存负担,因此本文进而对高阶散射输运求解器进行性能分析.数值结果表明:在高阶散射计算条件下,程序可达到蒙特卡罗程序的同等精度,且具有较高的计算效率.

    特征线方法高阶散射临界实验装置异构并行

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    硝酸浓度对临界安全的影响研究

    王璠朱庆福夏兆东周琦...
    144-148页
    查看更多>>摘要：在核燃料溶解过程中,通常使用硝酸对核燃料进行溶解.针对核燃料溶解过程中的临界安全问题,在中试厂核临界安全实验装置上开展了硝酸浓度影响效应临界实验,在保持核燃料溶液浓度不变的情况下改变硝酸浓度,完成临界实验.获取了核燃料溶解过程酸度影响效应临界实验数据,通过3种临界方法得到的实验数据相对误差平均值为0.068％.同时使用蒙特卡罗程序进行了模拟计算,临界实验测量结果与理论计算值的相对偏差平均值为0.39％.研究结果表明,随着硝酸浓度的减小,系统的反应性逐渐增大,因此燃料溶解过程中需考虑由于硝酸浓度变化引起的反应性变化情况,其对乏燃料溶解过程的临界安全具有较大影响,需引起高度重视.

    核燃料模拟溶解过程硝酸临界安全

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    乏燃料棒M5锆合金包壳的透射电镜分析

    钱进卞伟郭一帆王鑫...
    149-156页
    查看更多>>摘要：压水堆燃料元件的锆合金包壳,在服役期间会经受高中子注量辐照,其微观组织将发生很大变化,从而影响其宏观性能,因此锆合金包壳的中子辐照行为研究一直是核领域的研究重点.但由于材料经中子辐照后具有较强的放射性,相关的实验必须在热室内进行,因此针对辐照后燃料包壳微观组织的研究也一直是工作的难点.本文在中国原子能科学研究院热室设施上,通过透射电镜分析手段,研究了M5锆合金包壳材料中子辐照后的微观组织.样品来源于国内商业压水堆AFA3G型乏燃料棒,其燃耗分别为14 GW·d/tU和41 GW·d/tU.从燃料棒上截取长度约10 mm的包壳样品,在热室内完成去芯块与化学清洗,获得空包壳样品,然后通过机械制样方法,制备出φ3 mm薄片状包壳基体样品,最后采用电解双喷减薄方法,制备出包壳透射电镜观察分析样品.另外,为对比锆包壳辐照后的组织变化,采用同样方法制备了相同材料的冷态观察分析样品.冷态样品与辐照样品的观察分析结果表明:冷态Zr合金包壳基体组织内部存在原生的第二相粒子,基体内部整体较为干净,纳米析出相稀少,未观察到明显的位错结构;辐照后,基体内原生的第二相粒子尺寸和分布与冷态样品差异不明显,但出现了明显的纳米析出相和高密度位错组织;随着燃耗的增加,纳米析出相尺寸有增加的现象;低燃耗与高燃耗样品位错组织具有相似性,表明在14 GW·d/tU燃耗下,锆合金包壳内由辐照产生的位错组织已基本趋于饱和状态;电子选取衍射结果表明,辐照后,基体内原生的第二相粒子虽存在一些非晶组织,但仍以bcc晶体结构为主,表明在41 GW·d/tU燃耗下,第二相粒子保持了一定的辐照稳定性;另外,第二相的EDS结果表明,随着燃耗的增加,Nb元素的含量有贫化趋势;分析认为,Zr合金经中子辐照,第二相粒子中的Nb原子扩展至Zr基体内,将促进Nb元素以纳米富Nb相形式在Zr基体中析出.

    辐照后检验透射电镜压水堆锆合金燃料棒中子辐照热室

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    压水堆核电站完整和破损燃料棒硬度和杨氏模量研究

    杨钦轲王华才程焕林汤琪...
    157-165页
    查看更多>>摘要：利用热室内金相显微镜、纳米压痕仪和拉曼光谱仪分别对燃耗为41 GW·d/tU破损棒和45 GW· d/tU完整棒的化学相互作用(FCCI)层、包壳及燃料芯块进行了表征分析.结果表明:完整棒燃料芯块外围硬度较小,其主要原因是芯块外缘出现了多孔隙的高燃耗结构(HBS);破损棒燃料芯块硬度则沿径向朝内整体呈下降趋势,这主要与燃料芯块孔隙率的变化和重构有关.燃料棒破损后,冷却水进入包壳芯块间隙与芯块发生反应,芯块外缘孔隙率显著降低,从而导致芯块外缘区域硬度较高;同时,气孔的迁移引起晶粒重构形成大尺寸柱状晶,造成破损棒燃料芯块中间和中心区域硬度下降且低于完整棒燃料芯块.燃料棒的破损不会改变芯块的相组成,因此完整棒与破损棒芯块的杨氏模量区别不大.完整棒FCCI层硬度沿包壳向芯块逐渐增加,杨氏模量则先减小后增加;破损棒FCCI层硬度先增加后减小,杨氏模量变化与硬度变化基本相似,该现象的出现可能源于FCCI层相结构的转变、辐照硬化和裂变产物掺杂的共同作用.燃料棒破损后包壳的氢化及氧化使得破损棒包壳硬度与杨氏模量均显著高于完整棒.

    化学作用层完整棒破损棒硬度杨氏模量

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    多元(U,Zr,Nb)C燃料制备技术与性能机理研究

    吴学志魏国良郭骁
    166-174页
    查看更多>>摘要：多元(U,Zr,Nb)C燃料因具有熔点高、热导率高、低裂变气体释放率及优异的高温力学性能等优点,是目前大功率空间核推进反应堆选用燃料之一.本文采用碳热还原和液相烧结相结合的粉末冶金工艺制备多元(U,Zr,Nb)C燃料芯块,研究了工艺参数对烧结芯块反应动力学、相结构、导热性能和微观结构的作用机制和影响规律.结果表明:在1 800 ℃、50 MPa和1 h的烧结条件下,通过添加0.5％金属铀形成的液相烧结工艺制备得到芯块密度可达95.5％TD;当原料M/C(M为金属元素总量)摩尔比为1∶6.5时,可制备得到M/C比为1的正化学计量碳化物燃料;(U0.2,Zr,Nb)C的晶格常数比(U0.1,Zr,Nb)C的晶格常数略高;多元(U,Zr,Nb)C碳化物燃料芯块热导率与相成分、密度和温度均有关;芯块气孔分布较均匀,没有联通的开气孔存在,气孔尺寸在1～3 μm.

    多元核推进燃料碳热还原液相烧结

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    锆合金氧化膜及基体中氧的扩散

    张君松吴军廖京京韦天国...
    175-180页
    查看更多>>摘要：锆合金氧化膜及基体中氧的扩散系数是锆合金腐蚀动力学中的重要参数,目前文献报道的氧在锆及氧化膜中的扩散系数数值差异较大.本文通过真空退火试验,得到不同温度下氧化膜中氧浓度分布,计算了氧在锆合金基体中的扩散系数;通过氧化膜的等效扩散模型,由腐蚀转折前的腐蚀增重曲线,估算锆合金氧化膜中氧的扩散系数,得到Zr-Sn-Nb合金基体中氧的扩散系数随温度的变化规律为DZr(cm2/s)=0.18exp(-180 000/RT);通过转折前的腐蚀增重曲线,估算得到氧化膜中氧的扩散系数随温度的变化规律为Dox(cm2/s)=3×10-7exp(-101 550/RT).

    锆合金锆基体氧化膜扩散系数

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    径向流氦氢分离床穿透特性实验与模拟分析

    丁卫东占勤杨洪广连旭东...
    181-188页
    查看更多>>摘要：为系统深入研究径向流氦氢分离床的吸附穿透性能,指导结构设计,本研究借助COMSOL Multiphysics软件耦合材料吸氢动力学方程、流体流动动量方程和质量传递方程,建立了径向床穿透数学模型,并结合实验验证了模型的可靠性,利用模型对特性参数进行参数化扫描,分析其对穿透性能的影响.结果表明,穿透实验结果与模拟数据符合较好,模型可靠.通过分析温度、高径比及孔隙率等参数对床体穿透性能的影响,推荐氦氢分离床床体参数如下:床体吸附温度为室温～343 K,在该温度范围内升高温度对传质区长度及出口处浓度-时间曲线影响较小;随着高径比的增加,床体效率明显下降,其中高径比为2.00～8.33时,维持高效率的时间较长;随着孔隙率的增加,床体吸附效率明显下降,考虑床层的吸附效率、压阻效应及粉末的装填难度,粉末孔隙率推荐0.56～0.64.以上结果表明,本研究建立的模型可较好地预测床体的吸附分离性能,可用于床体结构设计以及工艺参数的优化.

    径向流氦氢分离床穿透特性数值模拟

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